Facebook |  ВКонтакте | Город Алматы 
Выберите город
А
  • Актау
  • Актобе
  • Алматы
  • Аральск
  • Аркалык
  • Астана
  • Атбасар
  • Атырау
Б
  • Байконыр
Ж
  • Жезказган
  • Житикара
З
  • Зыряновск
К
  • Капчагай
  • Караганда
  • Кокшетау
  • Костанай
  • Кызылорда
Л
  • Лисаковск
П
  • Павлодар
  • Петропавловск
Р
  • Риддер
С
  • Семей
Т
  • Талдыкорган
  • Тараз
  • Темиртау
  • Туркестан
У
  • Урал
  • Уральск
  • Усть-Каменогорск
Ф
  • Форт Шевченко
Ч
  • Чимбулак
Ш
  • Шымкент
Щ
  • Щучинск
Э
  • Экибастуз

Реактор на быстрых нейтронах обладает преимуществами по безопасности: эксперт

Дата: 29 марта 2011 в 15:32

В ходе рабочей поездки в США генеральный директор госкорпорации «Росатом» Сергей Кириенко заявил, что одним из уроков «Фукусимы» должен стать ответ на вопрос: какие требования должны быть предъявлены для вновь сооружаемых АЭС. По оценкам Кириенко, мировой рынок предъявит к реакторам следующего поколения три требования: естественная безопасность, гарантии режима нераспространения, минимизация отходов. Этим трем требованиям, заявил глава Росатома, в наибольшей степени соответствуют реакторы на быстрых нейтронах. «Здесь открываются очень серьезные возможности для сотрудничества с США. В первую очередь я бы назвал сотрудничество по сооружения многофункционального исследовательского быстрого реактора. Нужно провести НИОКР, а самое главное, много испытаний. Мы сейчас приступаем к сооружению такого принципиально нового реактора и предложили нашим американским коллегам принять участие в этом проекте в России», — сообщил Сергей Кириенко.

«При правильно поставленных требованиях к его проектированию, реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидкометаллическим теплоносителем, может обладать следующими преимуществами по безопасности, — считает директор отделения перспективных ядерно-энергетических систем в Институте ядерных реакторов российского научного центра «Курчатовский институт» Павел Алексеев. — Во-первых, в реакторе на быстрых нейтронах (БР) отсутствует ксеноновое отравление и на порядок по сравнению с существующими легководными энергетическими реакторами снижен запас реактивности на выгорание топлива, что резко упрощает систему и процедуру регулирования реактора и уменьшает опасность реактивностных аварий».

«Во-вторых, в реакторе на быстрых нейтронах, охлаждаемом жидкометаллическим теплоносителем, отсутствует большое избыточное давление, то есть минимизирована запасенная механическая энергия, — отметил он. — А если в БР теплоноситель не натрий, минимизирована запасенная химическая энергия. Кроме того, в быстром реакторе возможно сконструировать обратные связи и характеристики первого контура таким образом, чтобы исключить внутренние причины тяжелых аварий, даже без срабатывания аварийной защиты. Выбор мощности модульного БР может быть осуществлен из условия отвода остаточного энерговыделения воздухом от корпуса реактора без разгерметизации оболочек твэлов и выбросов активности. Трехконтурная схема теплоотвода в БР позволяет защитить первый контур реактора от попадания в него воды или пара, если используется паровая турбина. Таким образом, БР можно сделать самозащищенным и саморегулируемым. Остается защититься от внешних воздействий (терроризм, стихийные бедствия, падение крупного самолета и т.п.)».

«Если говорит об АЭС «Фукусима», то там было потеряно охлаждение и высвободилась запасенная химическая и механическая энергия (паро-циркониевая реакция и избыточное давление), — пояснил Алексеев. — При сбросе избыточного давления водород, возникший в паро-циркониевой реакции, взаимодействовал с воздухом, при этом образовывалась гремучая смесь, которая взрывалась. Американцы на долгое время закрывали у себя программу развития БР, при этом были закрыты экспериментальные реакторы EBR-II и FFTF, также долгое время в США под запретом были разработки технологий переработки ОЯТ. Хотя не стоит забывать, что в 70-е годы прошлого века в США было разработано несколько интересных проектов быстрых натриевых реакторов со смешанным металлическим (U-Pu-Zr) топливом с внутренне присущей безопасностью. Эти разработки в прошлом веке США передали в Японию и в Южную Корею».

«Сейчас для специалистов США, которые в рамках международного форума «Поколение IV» ведут разработки быстрых реакторов, нужна экспериментальная база для облучения перспективного топлива и конструкционных материалов, а также для отработки технологий замкнутого топливного цикла. Поэтому специалисты США интересуются экспериментальными возможностями БОР-60, МБИР и БН-600, а также химическим комплексом по переработке ОЯТ. Кроме того, для специалистов США интересен опыт эксплуатации реактора БН-600. Хотя они много информации получили при выводе из эксплуатации реактора БН-350, за что они заплатили Казахстану. Средств для проведения НИОКР по шести реакторным направлениям международного форума «Поколение IV» у отдельных стран недостаточно, поэтому они объединились, включая Россию», — отметил эксперт.

По сообщению сайта REGNUM